Нейтронно-физические характеристики активной зоны водо-водяного энергетического реактора

В ходе работы были определены основные физические параметры ядерных реакторов, также была определена зависимость данных параметров от времени работы, температуры материалов, топлива и отравления реактора. При помощи программы WIMS–D5 была создана модель топливной ячейки водо–водяного ядерного реактора в бесконечной среде. Получены: Для реактора ВВЭР-1000 максимальный радиус ячейки равен 0,91 см; Выгорание топлива линейно уменьшается со временем работы; С увеличением температуры скорость реакции становится медленнее; Для нового реактора отравление начинается через два дня после запуска реактора.

Введение………………………………………………………………………………………………………..12
1 Теоретическая часть…………………………………………………………………………………… 14
1.1 История развития атомной энергетики………………………………………………….. 14
1.2 Использование ядерной энергии в разных странах………………………………… 15
1.3 Ядерный Реактор ВВЭР-1000…………………………………………………………………18
1.3.1 Характеристики ВВЭР-1000:…………………………………………………………….18
1.3.2 Тепловыделяющая сборка…………………………………………………………………19
1.3.3 Принцип работы……………………………………………………………………………….20
1.4 Коэффициент размножения нейтронов…………………………………………………..21
1.5 Общая схема нейтронно-физического расчёта………………………………………..25
1.6 Нейтронное уравнение переноса…………………………………………………………….26
1.6.1 Угловая плотность нейтронов и угловой момент……………………………… 27
1.6.2 Плотность потока нейтронов…………………………………………………………….28
1.6.3 Установление уравнения переноса нейтронов………………………………….. 29
1.6.4 Граничные условия………………………………………………………………………….. 33
1.7 Нейтронный замедляющий энергетический спектр……………………………….. 33
1.8 Рачеты изменения нуклидного состава………………………………………………….. 35
1.8.1 Уравнение расхода топлива для изотопа в топливе………………………….. 35
1.8.2 Отравление продуктами деления……………………………………………………… 37
1.9 Влияние температуры реактора…………………………………………………………….. 41
2 Описание расчетной модели………………………………………………………………………..43
3 Экспериментальная часть…………………………………………………………………………… 47
3.1 Экспериментальные требования……………………………………………………………. 47
3.2 Лабораторная программа………………………………………………………………………. 47
3.2.1 Расчет ядерной концентрации………………………………………………………….. 47
3.2.2 Расчет радиуса эквивалентной…………………………………………………………. 47
3.3 Расчет спектра нейтронного излучения…………………………………………………. 48
3.4 Расчет элементарной ячейки ядерного реактора……………………………………. 51
3.5 Расчет изменения нуклидного состава……………………………………………………53
3.6 Расчет изменения при разогреве реактора………………………………………………56
3.7 Расчет изменения при отравлении реактора ксеноном-135……………………..58
4 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение……. 61
4.1 Потенциальные потребители результатов исследования……………………….. 61
4.2 Анализ конкурентных технических решений с позиции
ресурсоэффективности и ресурсосбережения……………………………………………… 62
4.3 SWOT-анализ…………………………………………………………………………………………65
4.4 Инициация проекта………………………………………………………………………………..68
4.5 План проекта………………………………………………………………………………………… 69
4.6 Бюджет научно-технического исследования (НТИ)……………………………..72
4.7 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта…………………. 74
4.8 Оценка сравнительной эффективности исследования……………………………. 76
5 Социальная ответственность………………………………………………………………………. 79
5.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов………………………. 79
5.2 Разработка мероприятий по снижению уровней вредного и опасного
воздействия и устранения их влияния при работе на ПЭВМ……………………….. 81
5.2.1 Организационные мероприятия……………………………………………………….. 81
5.2.2 Технические мероприятия……………………………………………………………….. 81
5.2.3 Условия безопасной работы…………………………………………………………….. 83
5.3 Электробезопасность……………………………………………………………………………..85
5.4 Пожарная и взрывная безопасность………………………………………………………. 87
Заключение…………………………………………………………………………………………………… 90
Список литературы……………………………………………………………………………………….. 91
Приложение А………………………………………………………………………………………………. 93
Приложение Б………………………………………………………………………………………………..95
Приложение B………………………………………………………………………………………………. 98
Introduction…………………………………………………………………………………………………..100
1 VVER reactor……………………………………………………………………………………………..101
1.1 Design…………………………………………………………………………………………………. 101
1.2 Primary cooling circuits………………………………………………………………………….103
1.3 Secondary circuit and electrical output……………………………………………………. 104
1.4 Tertiary cooling circuit and district heating……………………………………………… 105
1.5 Safety barriers………………………………………………………………………………………. 105
2 Description of calculation model…………………………………………………………………..107
Conclusion…………………………………………………………………………………………………… 112
Reference………………………………………………………………………………………………………113

В ходе работы были определены основные физические параметры
ядерных реакторов, также была определена зависимость данных параметров от
времени работы, температуры материалов, топлива и отравления реактора.
При помощи программыWIMS–D5 была создана модель топливной
ячейки водо–водяного ядерного реактора в бесконечной среде.
Нами были получены следующие результаты:
 Для реактора ВВЭР-1000 максимальный радиус ячейки равен 0,91
см.
 Выгорание топлива линейно уменьшается со временем работы.
 С увеличением температуры скорость реакции становится
медленнее.
 Для нового реактора отравление начинается через два дня после
запуска реактора.